10MW高温气冷实验堆安全分析要素的定期安全审查
10MW高温堆气体透平方案初探
孙玉良等: 10M W 高温堆气体透平方案初探
图 2 HT R 10 间接氦气透平循环方案简化流程图
表 1 HT R 10 间接氦气透平循环总体 设计参数
反应堆
热功率
MW
氦气压力
M Pa
出口氦气温气流量
kg/ s
中间换热器
结构形式
热功率
MW
一次侧氦气压力
M Pa
一次侧氦气进/ 出口温度
2 HT R 10 可能的气体透平总体方案
第一 种 可 能 的 方 案 为 直 接 循 环 方 案, 即 用 10MW 高温堆一回路氦冷却剂 直接驱动氦气 蜗轮 机组。气体透平循环部分为带回热和中间冷却的闭 式布雷登( Brayt on) 循环( 参见图 1) 。动力转换部分 的主要设备包括氦气透平和压缩机、回热器、预冷器 和间冷器以及发电机等。反应堆出口热氦气直接驱 动氦气透平, 经过冷却、压缩升压和回热后回到反应 堆入口。受反应堆压力壳工作温度的限制, 反应堆 入口氦气温度不应高于 300 ! 。动力转换部分优化 设计所确定的氦气透平入口温度为 750 ! 左右。在 保留蒸汽发生器传热管和拆除一期工程氦风机的情 况下, 动力转换部分的主要设备可一体化地布置在 原蒸汽发生器压力壳内, 氦气透平和压缩机以及发 电机的转子采用立式布置, 通过磁悬浮轴承实现运 行工况下的高速转动。
∀ 100 ∀
制, 氦气透平入口温度不宜过高。另一方面, 10M W 高温堆气体透平装置作为一个试验装置, 检修的概 率会相对较高, 动力转换系统的设备一体化地布置 在反应堆一回路压力边界以内, 会增加检修工作的 相对难度。尽管如此, 这种直接循环方案应是值得 深入研究的可选方案之一。
第二种可能的方案为间接循环方案, 即在反应堆 和动力转换系统之间设置中间换热器。透平工质通 过中间换热器获取反应堆热量, 进而驱动蜗轮做功。 此方案增设的中间换热器使得气体透平回路与反应 堆回路相互独立。中间换热器为气 气高温换热器, 成为关键设备。气体透平回路的设计在工质选则、设 备布置等诸多方面则具有较强的灵活性。如若气体 透平循环工质采用氮气或性质接近空气的混合气体, 则可以充分利用常规燃气透平技术。如选用氦气做 为工质, 并且一体化布置透平机组, 则仍然可以遇到 和解决直接氦气透平循环中的大部分技术问题。当 然, 这种间接循环方案避开了直接循环中蜗轮机械放 射性污染带来的检修环境问题, 使检修变得相对简 单。但从另一角度看, 这一方案也就不能获得蜗轮机 械在一回路中放射性污染程度的直接数据和经验。
10MW高温气冷堆氦气透平循环的泄漏特性分析
10MW高温气冷堆氦气透平循环的泄漏特性分析蒋慧静;杨小勇;丁铭;王捷【摘要】为了分析高温气冷堆氦气透平循环中的气体泄漏对循环特性和循环部件的影响,通过理论推导建立了考虑泄漏情况的闭式布雷登循环的数学模型,并对不同泄漏模型进行了分析比较.分析表明,闭式布雷登循环的泄漏主要发生在高压压气机出口到透平入口处.而且,泄漏的发生改变了循环系统的质量流量和系统压力分布,使循环效率降低.以10MW高温气冷堆闭式氦气透平循环发电系统(HTR_10GT)为例,充装量调节时,实际泄漏模型下的泄漏量高于定泄漏系数模型,因此循环效率稍低于定泄漏系数模型.与不考虑泄漏时相比较,循环效率有2％左右幅度的降低;循环的总压比下降1％左右;而且压气机的压比和透平的膨胀比分别有0.5％和1％幅度的降低.【期刊名称】《高技术通讯》【年(卷),期】2015(025)004【总页数】6页(P411-416)【关键词】高温气冷堆;氦气透平循环;泄漏;循环效率【作者】蒋慧静;杨小勇;丁铭;王捷【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084【正文语种】中文高温气冷堆以氦气为冷却工质，石墨为慢化剂，具有固有安全性的优势，而且耐高温的全陶瓷型堆芯结构使反应堆堆芯出口温度可以高达950℃[1]。
与布雷登循环的联合使得高温氦气得到充分利用。
目前，国内外已对高温气冷堆氦气透平联合循环做了一些理论研究。
清华大学核能与新能源技术研究院(INET)研发的10MW模块式球床高温气冷堆(HTR-10)于2000年12月达到临界[2]，2003年1月满功率运行，验证了模块式球床高温气冷堆的固有安全性。
10MW 高温气冷堆蒸汽发生器双管工程模拟实验装置
10MW 高温气冷堆蒸汽发生器双管工程模拟实验装置居怀明;刘志勇;韩兵;程序【期刊名称】《核动力工程》【年(卷),期】1998(19)1【摘要】介绍了１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ１０）蒸汽发生器双管工程模拟实验装置实验回路及主要实验设备的技术特征和主要技术指标。
该实验装置用两根螺旋蒸发管作为实验本体，用高温氦气作为热源，全部采用全尺寸模拟。
实验回路由氦气回路、一次水回路、二次水回路组成。
一次侧氦气的工作压力为３．０ＭＰａ，工作温度为６７０℃。
二次侧蒸汽压力为４．０ＭＰａ，工作温度为４４０℃。
该装置主要研究ＨＴＲ１０蒸汽发生器３０％负荷运行工况下的稳定性，研究各种参数对稳定性的影响，给出不稳定阈值，同时还研究水侧两相流动阻力及氦侧平均放热系数。
由于该实验装置完全采用真实模拟，并考虑了一、二次侧流体在传热及两侧流动的耦合影响。
【总页数】6页(P15-20)【关键词】高温气冷堆;螺旋管;蒸汽发生器;模拟实验;双管【作者】居怀明;刘志勇;韩兵;程序【作者单位】清华大学核能技术设计研究院【正文语种】中文【中图分类】TL424.053;TL353.13【相关文献】1.10MW高温气冷堆蒸汽发生器实验参数测量采集系统 [J], 刘志勇;李军;何学东;李胜强2.10MW高温气冷堆蒸汽发生器传热小螺旋管流致振动分析 [J], BO Han-liang;薄涵亮;马昌文3.10MW高温气冷堆蒸汽发生器稳定性实验研究 [J], 居怀明;刘志勇;黄志勇;李军;何学东4.10MW高温气冷实验堆蒸汽发生器传热管流体诱发振动分析 [J], 王仲民;厉日竹5.10MW高温气冷堆蒸汽发生器传热管束应力分析 [J], 董建令;张晓航;殷德健;傅激扬因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
10MW高温气冷堆蒸汽发生器传热管束应力分析
— 螺旋管；) —— — 固定环。 ! —— — 支撑板；’ —— — 联接管；" —— — 外套管； + ——
分。因此，本文的计算模型仅考虑管束在环形 空间内的部分。为了应用管道应力分析程序 8984,:;4,, 计算管束螺旋管部分的应力，将螺 旋管简化为由一系列直管和弯管组成。当螺旋 管部分用直管和弯管代替后，令直管段的长度 等于零就可以得到原螺旋管的近似表达。对于 螺旋管与支撑接触的部分则用直管段代替。计 算模型如图 " 所示。图中结点 ) 为联接管进入 中间换热器隔热层和 ,- 隔热层之间的环形空间 的起始点，其约束简化为固定支承。结点 "*、
成的位置 - 结点 ,++ 处的 !3 4 !0 和 !5 分别为 (#’ (589 和 #’ ,#589；而结点 ,,+ 处的 !3 4 !0 和 !5 分别为 !7’ !*589 和 #’ "589 . ，在进行破 前漏分析时，结点 ,++ 和结点 ,,+ 也应考虑为 应力和材料的不利组合位置。
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核动力工程
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设计反应谱
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应力计算结果与分析
整理计算结果可知，在正常运行载荷 - 自 重、内压和热膨胀 . 和 //0 的共同作用下，连接 管的最大应力值发生在图 " 所示的 /1 管束有限 元计算模型的结点 22 处，其弯曲应力 - !3 4 !0 . 和薄膜应力 - !5 . 分别为 6(’ *7589 和 #’ 2,589。 而传热管过热段的最大应力值发生在传热管结 点 ,!+ 处，其 ! 3 4 ! 0 和 !5 分别为 ,,6’ 2!589 和 #’ 2(589。其中， !3 和 !0 分别表示自重、 内压和 //0 引起的弯矩和热膨胀引起的弯矩。 因此，在进行破前漏分析时，结点 ,!+ 和结点 22 为传热管和连接管应力和材料的不利组合位 置。 在连接管和传热管之间大小头的连接处 - 即 结点 ,++ 和结点 ,,+ . 为焊接接头，是裂纹易生
高温气冷堆—第四代核电技术的重要途径
ｇａｓ
ｃｏｏｌｅｄ Ｒｅａｃｔｏｒ—Ｐｅｂｂｌｅ—ｂｅｄ
Ｍｏｄｕｌｅ。ＨＴＲ．ＰＭ）项目。该核电厂采用２ Ｘ ２５０ＭＷｕｈ双
模块球床反应堆，连接一台常规高温高压过热蒸汽透平发电机组．发电效率４２９６。作为配套设施，将建设大型氦气 实验回路和一条年产３０万个球型燃料元件的生产线。其安全目标是在技术上不需要场外应急。经济目标是揭示模块 式高温气冷堆的潜在经济性。 关键词：核电（Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ） 高温气冷堆（ＨＴＧＲ）
１引言
核能发展战略
在三哩岛和切尔诺贝利事故后，世界核能界积极研究开发新一代具有更好安全性的核电技术。在轻水堆技术 方面，发展了以增加安全系统冗余度为主要特征的先进轻水堆核电站女ｆｌＥＰＲ，ＡＢＷＲ以及Ｓｙｓｔｅｍ ８０＋，和以采用 非能动安全系统为主要特征的ＡＰｌ０００和ＥＳＢＷＲ，它们后来被统称为第三代核电技术。具有更高安全性能轻水堆 核电站，例如西屋公司的ＩＲＩＳ，原ＡＢＢ公司的ＰｌＵＳ也得到一定程度的发展。在气冷堆领域，于１９８０年代初，德国 ＳＩＥＭＥＮＳｆＩｎｔｅｒａｔｏｍ公司的Ｈ．Ｒｅｕｔｌｅｒ和Ｇ．Ｌｏｈｎｅｎ等提出模块式高温气冷堆概念，这种反应堆在丧失冷却剂事故下， 不采取任何应急冷却措施．燃料元件的最高温度不会超过其设计损坏限值。此后，气冷堆进入模块式高温气冷堆技 术发展阶段。这种反应堆具有固有安全特性。按照１９９２年ＩＡＥＡ关于先进核电系统的会议的说法．这类反应堆被称为 。超越下一代的核电厂。。其安全目标是：所有现实可设想的严重事故的后果都不得有显著的场外辐射影响…。 自２０００年以后提出的第四代核能系统的安全目标是在技术上排除场外应急的需要。模块式高温气冷堆成为第四代核 能系统技术的６个候选堆型之一拉）。 高温气冷堆采用氦气作冷却剂．石墨作慢化剂和结构材料。由许多微小的。包覆颗粒”核燃料弥散在石墨中组 成燃料元件。堆芯出口氦气温度可达到７００．９５０℃。因此．高温气冷堆能够充分利用常规化石能源电厂高效成熟的技 术成果。例如，采用高温高压过热蒸汽或者超临界蒸汽透平发电，发电效率可以达到４０－４５％，采用类似燃气轮机的 氦气透平发电技术可进一步提高发电效率。此外，高温热源可以用于稠油热采、水热化学裂解制氢、煤的气化和液 化、炼钢及化工过程，替代石油和天然气。 从２０世纪６０年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。１９６２年，英国与欧共体合作开始建造世界第一 座高温气冷堆龙堆（Ｄｒａｇｏｎ），其热功率２０兆瓦，该堆于１９６４年建成临界。其后，德国建成了电功率１５ＭＷ的实验 高温气冷堆ＡＶＲ堆和电功率３００ＭＷ的高温气冷堆核电站ＴＨＴＲ．３００，美国建成了电功率４０兆瓦的实验高温气冷堆桃 花谷（Ｐｅａｃｈ．Ｂｏｔｔｏｍ）堆和电功率３３０ＭＷ的圣符伦堡（Ｆｏｒｔ．Ｓｔ．Ｖｒａｉｎ）高温气冷堆核电站，这些电站大多采用钍．铀 燃料。日本于１９９１年开始建造热功率为３０兆瓦的高温气冷工程试验堆ＩＴＩＴＲ，１９９８年建成临界ｎ’。
10MW高温气冷堆的应急计划与应急准备
核 动 力 工 程Nuclear Power Engineering第24卷 第3 期 2 0 0 3 年6月Vol. 24. No.3 Jun. 2 0 0 3文章编号：0258-0926(2003)03-0277-0410MW 高温气冷堆的应急计划与应急准备吴中旺，曲静原，刘原中，奚树人（清华大学核能技术设计研究院，北京，100084）摘要：为了保护环境、公众和工作人员，按照核设施纵深防御的原则，10MW 高温气冷堆(HTR-10)必须制定应急计划，并在此基础上作好应急准备，以便在事故情况下可以采取快速有效的应急响应行动，减轻事故的后果。
本文依照研究堆的核安全法规和导则，并根据HTR-10的安全特性，完成了HTR-10应急计划的制定、应急准备及装料前的场内综合应急演习等工作，保证了HTR-10在2000年建成并达到临界。
关键词：10MW 高温气冷堆；应急计划；应急准备 中图分类号：TL69 文献标识码：A1 引 言HTR-10是具有固有安全特性的先进堆型。
它采用包覆燃料颗粒和全陶瓷材料构成的球形燃料元件，其耐高温性能好，具有优良的滞留裂变产物的能力；此种燃料元件有很强的负反应温度反馈，反应堆自动停堆性能好。
用氦气作为反应堆的冷却剂，与燃料元件和堆结构材料有很好的化学相容性。
作为堆芯结构材料的石墨，耐高温且热容量大，事故工况下热工瞬态响应特性好。
堆芯平均功率密度低，排除余热不需要任何形式的能动冷却。
正常运行和事故工况下向环境释放的放射性物质的限值都远低于国家标准的有关规定，不会对工作人员、公众和环境造成危害。
但是，根据核设施纵深防御的原则及国家核安全局的有关规定和要求，所有核设施都必须要制定应急计划，作好应急准备。
其目的是为在万一发生事故的情况下，能及时有效地采取正确的应急响应行动，提高应付事故的能力、控制事故的发展，最大限度地减小事故可能造成的危害和影响，使工作人员和公众免受过量的辐射照射[1]。
10MW高温气冷堆-回路放射性裂变产物活度测量实验及分析
Ｅｘ ｅ ｉ ｅ ｎ ｐ ｒ ｍ ｎｔ ａ ｄ Ａｎａ ｙ ｉ ｆ Ｆｉｓ ｏ ｏ ｃ ｔｖ ｔ ｌ ｓｓ ｏ ｓ ｉ ｎ Ｐｒ ｄｕ ｔＡｃ ｉ ｉｙ
１ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ ＭＷ 高 温气 冷堆 一 回路 ０ 放 射 性 裂 变 产 物 活 度 测 量 实 验 及 分 析
曹 碉， 曹建主
（ 华 大 学 核 能 与 新 能 源 技 术 研 究 院 ， 京 １ ０ ８ ） 清 北 ０ ０ ４
摘要 ： １ 对 ０ＭＷ 高温气冷堆 （ ＨＴＲ １ ） 一ｏ 一回路氦气中放射性裂变产物 的组成及活度水平 的准确测量 ， 可
Ａｂ ｔ ａ ｔ Ｂａ ｅ ｎ ｔ ｒ ｃ ｓ ａ ｕ ｅ ｎ ｓ ｏ ｈｅ ａ ｔｖｉｙ ａ ｏ ｓｒ ｃ ： ｓ ｄ ｏ ｈｅ ｐ ｅ ｉｅ ｍｅ ｓ ｒ ｍｅ ｔ ｆ ｔ ｃ ｉ ｔ ｎｄ ｃ ｍｐｏ ｎｔ ｏ ｉｓｏ ｎｅ ｆ ｆｓ ｉｎ ｐ ｏｄ ｔ ｉ ｔ ｐｒｍａ ｙ ｅ ｉ ｍ ｏｆ ０ ｒ ｕｃ ｓ ’ ｈｅ ｎ ｉ ｒ ｈ ｌｕ １ Ｍ Ｗ Ｈ ｉ ｈ Ｔｅ ｐ ｒ ｔ ｒ Ｇａ — ｇ — ｍ ｅａｕ ｅ ｓ Ｃｏｏ ｅ Ｒｅ ｃ ｏｒ ｌｄ ａｔ
ｇ ｓｎｕｃｉ ｓ ｉ ａ ｐ ｅ ｗａ ｘ ｒｍ ｅ ｔ ｌｙ ｍ ｅ ｓ ｒ ｄ， ａ ｄ ｔ ｒｍ ａ ｙ ｒ ｄ ｏ ｃ ｉ ｉｙ ｗ ａ ａ ｌｄｅ ｎ ｓ ｍ ｌ ｓ ｅ ｐｅ ｉ ｎ ａ ｌ ａ ｕ ｅ ｎ ｈｅ ｐ ｉ ｒ ａ ｉ ａ ｔｖ ｔ ｓ
（ ＴＲ－ Ｏ ， ｔ ｅ ｆ ａ ｕ ｅ ｏ ｈ ｉ ｓｏ ｐ ｏ ｕ ｔ ｅ ｅ ｓ ｄ ｒ ｍ ｔ ｅ ｕ ｌ ｌｍ ｅ ｔ Ｈ Ｉ ） ｈ ｅ ｔ ｒ ｆ ｔ ｅ ｆｓ ｉ ｎ ｒ ｄ ｃ ｒ ｌａ ｅ ｆ ｏ ｈ ｒ ｅ ｅ ｅ ｎ ｗａ ｓ
第四代核能系统 高温气冷堆技术(2)
发展目标和成果
发展目标是：在我国已经建成的10MW高温气 冷实验堆的技术基础上，瞄准国际上新一代核 能技术的发展方向，借鉴国外高温气冷堆的经 验，通过自主研究与开发，力争2013年前后 建成电功率为20万千瓦级、具有自主知识产权 的高温气冷堆核电站示范工程。
24
发展目标和成果(续)
通过本项目的实施，预期将获得如下成果： (1) 建成并运行1台电功率为20万千瓦级的模块式高温气冷堆示范电站； (2) 掌握和积累高温气冷堆核电站的设计、制造、建造和运行的经验； (3) 形成和拥有由中国品牌HTR-PM、相关专利与一批专有核心技术、以及 相关法规和标准组成的完整的自主知识产权及其保护体系； (4) 形成主要关键设备的国产化生产制造能力； (5) 形成年产28万个球形燃料元件的生产线及制造能力； (6) 建成商业化高温气冷堆研究发展实验平台和技术服务支撑平台； (7) 为进一步研究与开发氦气直接循环发电、超临界发电和高温堆制氢等前 沿技术提供基础。
（1）不失时机在国际上抢占模块式高温气冷堆领域 竞争的制高点，掌握拥有自主知识产权的核心技术， 建立自主品牌，提高我国先进核能技术在国际上的竞 争力 （2）发展先进核能技术，为国家能源的可持续发展 做贡献 （3）以企业为创新主体，产学研结合，探索高科技 成果产业化的新途径和新机制
22
战略意义和必要性
19
重要安全实验：功率和风机转速的变化过程
3500 3000 2500 2000 1500 1000
500 0 15:20
15:50
功率(kw) 风机转速（rpm)
16:20 16:50 17:20
17:50
18:20
20
丧失热阱ATWS安全验证实验
3500.0
开拓核能技术的明天——记“10兆瓦高温气冷实验堆”重大科技创新成果
堆 。吴宗 鑫教 授谈 到 ， 一个
核 电站 的建造 ， 一般 分 为几
个阶段 ， 第一个 阶段 是 实验
反应 堆 ，规模 比较 小 ，主要 目标 是 证 明 技 术 上 的 可 行
性 ：第 二 个阶 段 叫示 范 堆 ， 除验 证 技术 上 的 可行 性 外 ， 还 要 具 有经 济 上 的竞 争 力 ， 要达 到商 业性 的规模 。 在 取
为１ ０兆 瓦 的实 验堆 。通 过 实验 堆 的设 同 时获 得美 国和 日本 专利 。
计、 建 造 和运 行 ， 掌握 高温 气冷 堆 的核
１ ０兆 瓦 高 温气 冷 实验 堆 采 用 了许
心 技术 、制造 技术 和设 计技 术 ， 为 建造 多处于国际发展前沿的先进概念和技术 示 范 电站提 供 工程技 术基 础 。 清 华 大学 进行 研 究与设 计 ， 例 如设 计采 用 了依 赖 核 能 与新 能源 技术 研 究 院完 成 的 １ ０ 兆 热 辐射 、 热 传导 等 自然传 热机 制将反 应 瓦 高温 气冷 实验 堆 ， 从 研究 设计 到建 成 堆停堆 以后继续 发 出的余 热载带 出来 的
他们 深 知 ， 完成 这样 一个 处于 世 清华大 学核研 院的工程 技术人 员就敏锐 之 中。 不知有 多少难 地意 识到 ， 这种 概念 代表 着 世界 核能 发 界 核能 领域 前沿 的项 目 ， 有 多少 问题 需要 解 决 ， 有 展 的方 向 ， 立 即跟踪 并长 期坚 持 开展 了 点 需要 突破 ， 系统 的研 究设 计工 作 。 就在 这 一年 ， 在 多少 困难 需要 克服 。 西 德于 利希核研 究 中心 作访 问学者 的核 例 如， 包 覆颗 粒球 形燃 料元 件是 典
高温气冷试验堆核安全审评及监督文件编制总结-近代物理研究所
一、FSAR审评
1.2 审评中关注的主要安全问题
（1）燃料元件问题： ➢ 包覆颗粒球形燃料元件的质量是保证高温气冷堆安全性的关 键，审评过程中，审评者要求对燃料元件进行正常运行工况 下的辐照试验、模拟事故工况的等温加热试验和辐照后的燃 料包覆颗粒在高温空气流下的氧化腐蚀试验等三项试验。 ➢ 审评基本结束前，燃料元件辐照考验的第一阶段（ 30000MW/TU）已完成，辐照考验结果基本可以接受，第二 、第三阶段辐照考验正在进行中。燃料元件的其它试验结果 经确认，满足要求。
一、FSAR审评
――蒸汽发生器多根管同时破断进水事故； ――热气导管双端断裂、紧急停堆失效迭加堆腔冷却系统 失效； ――严重的外部事件。 其中对于热气导管双端断裂进气事故，部分专家认为应对 该事故进行全面分析，但也有专家认为该事故序列发生概 率较低，可不予以考虑。
一、FSAR审评
（10）安全壳设置问题： HTR-10的包容体并不是一道安全屏障，因为当发生
一、FSAR审评
审评中还参照了以下文件： ――《HTR-10安全分析报告标准格式与内容》； ――《10MW高温气冷实验堆(HTR-10)设计准则》，1993.2； ――《核电厂安全分析报告标准格式和内容(高温气冷堆版)》 WASH 12； ――美国和德国有关高温气冷堆的法规和导则； ――美国ASME规范、IEEE规范。 考虑到HTR－10具有较好的固有安全性、反应堆功率小的特点 ，遇到与现有法规、标准和规范不符合的情况，具体问题具体 分析。
高温气冷堆概率安全分析(PSA)报告审评的思考
家核安全 局制 定 了 《 温气冷 堆核 电站示 范 高 工程安全审评原则》 （ 试行 ） ，以明确 国家 Ｊ
核安 全 局 对 ＩＴ Ｐ 安 全 审评 中一些 重 要 问题 －Ｒ．Ｍ Ｉ 的立 场 。针对 高 温 堆设 计 ，在 满 足 总 的安 全 目 标 的前 提 下 ，国家 核 安全 局 支 持 在确 定 其 具 体 安全 要 求 时更 多 地 应 用概 率 安 全 分 析技 术 ，必
放射性物质大量释放频 率小于 １ ／ 年。结 ０ 堆
合 高 温堆 的 设 计 特点 ， 《 温气 冷 堆 核 电站 示 高
范工程安全审评原则》 （ 行 ） 为高温堆推 试 … 荐的概率安全 目标是 ：所有导致厂址 边界外公
众个 人 有 效 剂 量 超 过 ５ ｍＳ ０ ｖ的 超 设 计 基 准 事
要 时可对 现有 的确 定论 安全 要求 进 行适 当调 整。也就是说 ，高温堆相对于传统压水堆 和沸
水堆 的 重 大 改 变 （ 纵 深 防 御 层 次 重 点 的 变 如
化、安全分级 的调整 等 ） 的合 理性 都 应通 过
必要 的概率 安 全 分 析工 作 给 予证 明 。特 别 需 要
背 景 、完 成 情 况 、详 细 论证 资料 以及 可 信 度 等 有 关 情 况 。 申请 者 提 交 了 上 述 报 告 的 有 关 内 容 ，并 对 引用 情 况 进行 了补 充 说 明 。 同 时 ，重 点 对 Ｐ ＭＲ Ｐ Ａ的有 关 情 况进 行 了总 体性 的 介 Ｂ Ｓ 绍 。审 评 者认 为 目前 的分 析 深 度 在 Ｐ Ａ 阶 段 ＳＲ
２ １年 第 １ ０１ 期
ＮＯ １ ２ １ ． ． ０ １
核 安 全
Ｎｕ ｌ ａｒ Ｓａｆ ｔ ｃｅ ｅｙ
我国高温气冷堆发展战略研究
一、前言高温气冷堆技术采用氮气冷却剂，石墨慢化剂及全陶瓷包覆颗粒燃料元件。
反应堆出口温度可以达到700-1000o Co最新一代的高温气冷堆称为〃模块式高温气冷堆〃，它是1979年三哩岛核事故后世界核能界为革命性地改进核能安全而提出的新概念。
这种反应堆的核心思想是采用热功率200-600MWt之间的比较小的反应堆模块，利用包覆颗粒燃料元件所能达到的优异耐高温性能，在不需要任何应急冷却的情况下，反应堆都能够自然散热，从而消除堆芯熔化的可能性。
安全性是模块式高温气冷堆的重要特点之一。
模块式高温气冷堆的另一重要特点是高温。
它的一个重要用途是高效率发电以及热电联产。
在反应堆出口温度达到700~750°C的条件下，可以结合在反应堆二回路的蒸汽循环，实现亚临界、超临界以及超超临界发电，效率达到40%-48%o可以通过汽轮机抽汽，实现热电联产，用于100~400°C不同参数的工业和民用供热市场。
在反应堆结构和材料基本不变的情况下，进一步提高高温气冷堆的出口温度,使其达到800~1000°C,可以用于更高温度的核能热利用。
其中，具有吸引力的是热分解水制氢，大幅度拓宽核能的应用范围。
氢作为一种重要的工业原料，除了合成氨、合成甲醇、石油精炼等传统用途外，氢气在氢冶金、煤液化以及气化等领域都得到了大规模应用。
氢还是未来理想的二次能源或能源载体，例如，氢可以通过燃料电池技术的使用推动交通能源的升级。
高温气冷堆被认为是最适合用于制氢的核能技术。
二、高温气冷堆技术简述用气体作为冷却剂的气冷反应堆技术，最早应用于军用核材料的生产，后来逐步发展成为商用发电的动力反应堆。
它大致分为四个阶段：早期气冷堆（Magnox堆）、改进型气冷堆（AGR堆）、高温气冷堆和模块式高温气冷堆。
模块式高温气冷堆按照堆芯结构的特点，还可以分为球床堆和棱柱堆两大类型。
球床堆采用球形燃料元件，利用球在反应堆堆芯中的缓慢移动实现不停堆连续换料。
高温气冷堆固有安全特性
I行业观察NDUSTRY INSIGHTS自然安全性、非能动后备安全性等。
自然安全性是指化学及核特性实现安全功能，不固有安全性特指自然燃耗效应、高性能的较大的堆芯热容量、较慢化剂的核特性，压水堆等其他类型反应堆（燃料、慢）温度升高，核反应的速率降低高温气冷堆的温度效应主要是慢化剂燃料的负反应性温度效应共同作用比较有代表性的产物是氙积累和消耗会带来反应性补偿但是在一定程度上引入负的以满足需求。
由于具有固有安全性，不需要辅助安全系统，高温气冷堆的系统大为简化，投资可大幅降低。
高温气冷堆产业化推广情况随着20万千瓦高温气冷堆示范工程顺利进行和60万千瓦高温气冷堆项目稳步推进，高温气冷堆产业化推广取得了显著进展。
在国内，中国核建已在福建、广东、江西、浙江等省份开展了前期工作。
2015年4月，中国核建江西瑞金高温气冷堆项目初步可行性研究报告通过电力规划设计总院组织的评审。
此后，中国核建高温堆控股公司与瑞金市政府签订了厂址保护协议。
2016年4月，中国核建福建万安高温堆电站初步可行性研究报告通过电力规划设计总院组织的评审。
在海外，作为高温气冷堆技术产业化推广和高温气冷堆核电“走出去”的责任主体，中国核建在多个国家和地区积极推广高温气冷堆技术。
继与阿联酋迪拜、南非等国家和地区签署了项目合作协议（MOU ）后，2016年1月，中国核建、沙特核能与可再生能源城签订了《沙特高温气冷堆项目合作谅解备忘录》。
2016年8月，中国核建与印尼原子能机构签署了《中国核建集团与印尼原子能机构关于印尼高温气冷堆发展计划的联合项目协议》，为高温气冷堆“走出去”再添浓重一笔。
（作者单位：中国核建高温堆控股公司、清华大学）第一座球床模块式高温气冷实验堆26反应性，使反应堆趋于安全。
（三）燃耗效应随着裂变反应的进行，核燃料中的铀-235会逐渐减少，从而使核反应的速率下降。
这种现象也具有负的反应性效应。
燃料裂变越完全、越彻底，燃耗深度就越大。
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则1.风险评估原则：在安全审评过程中，需要全面评估潜在风险，并确定其对环境和公众安全的影响。
评估应包括天然灾害、人为错误等各种可能导致事故的因素。
2.安全文化原则：核电站应具备良好的安全文化，即员工对核安全的重视和关注，以及团队合作和信息共享的意识。
安全文化评估应是安全审评的一部分，以确保核电站能够有效应对各种安全挑战。
3.设计安全原则：核电站的设计应优先考虑安全性，确保系统在各种情况下都能稳定运行，并能有效应对突发事件。
设计安全评估应包括核反应堆、冷却系统、辐射防护等多个方面，以确保核电站的整体安全。
4.技术可行性原则：核电站示范工程的技术方案应经过充分验证，确保其可靠性和可行性。
技术可行性评估应包括核反应堆的设计和构造、冷却系统的可靠性、辐射防护的有效性等多个方面，以确保核电站的技术方案能够满足安全性要求。
5.应急准备原则：核电站应具备完备的应急准备措施，包括事故应对预案、紧急疏散计划等，以确保在发生事故时能够及时、有效地做出反应。
应急准备评估应包括预案的可行性、应急设备的完备性等多个方面，以检验核电站的应急能力。
6.监管合规原则：核电站符合国家和地区的法规和标准是安全审评的重要原则。
安全审评过程应充分考虑相关法规和标准，并确保核电站的设计、建设和运营符合监管要求。
7.信息公开和社会参与原则：核电站示范工程的安全审评应充分公开信息，并邀请公众参与评估过程。
这将确保核电站项目的透明度和公众对核安全问题的参与。
在高温气冷堆核电站示范工程的安全审评中，以上原则将帮助评估团队全面了解核电站的安全性，减少事故的发生，并确保核电站能够在各种情况下保持安全运行。
这些原则是确保核电站项目安全性的基本依据，也是保障公众利益和环境安全的重要工具。
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则（4篇）
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则1. 引言本文旨在探讨高温气冷堆核电站示范工程的安全审评原则。
高温气冷堆核电站作为新型核电技术的代表，具有很高的安全性和经济性，但在建设过程中仍需进行全面而深入的安全审评工作。
因此，本文将从几个关键原则出发，对高温气冷堆核电站示范工程的安全性进行审评。
2. 全面性原则在进行高温气冷堆核电站示范工程的安全审评时，首要原则是全面性。
这意味着审评过程中需要对工程的各个方面进行全面的检查和评估，包括设计方案、施工工艺、运行管理等。
只有全面评估，才能确保核电站建设和运行过程中的安全性。
3. 国际标准原则在进行高温气冷堆核电站示范工程的安全审评时，必须遵循国际标准原则。
核电站作为高风险工程，其安全审评需要参考国际上的先进标准和经验。
此外，国际标准还能够提供参考，促进各国之间的合作，推动核电技术的全球化。
4. 专业性原则高温气冷堆核电站示范工程的安全审评必须遵循专业性原则。
这意味着工作人员必须具备丰富的核工程专业知识和经验，并且能够独立、客观地进行安全评估。
只有具备专业能力的人员才能够对核电站的安全性进行准确的评估和判断。
5. 公众参与原则在高温气冷堆核电站示范工程的安全审评过程中，应充分考虑公众的参与。
核电站作为对公众安全有直接关系的工程，其建设和运行过程应该得到公众的监督和参与。
因此，在安全审评过程中，要积极与公众进行沟通和交流，听取公众的意见和建议，并及时作出反馈。
6. 风险评估原则在高温气冷堆核电站示范工程的安全审评中，风险评估是重要的一环。
核电站作为高风险工程，其可能面临的各种风险需要进行全面的评估和分析。
只有对风险进行准确的评估，才能找出潜在的安全隐患，并提出相应的措施和建议。
7. 决策支持原则高温气冷堆核电站示范工程的安全审评过程中，需要提供决策支持。
审评结果应该以清晰、准确的方式呈现，为相关决策提供支持和参考。
决策者需要根据审评结果做出相应的决策，以保证核电站建设和运行的安全性。
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则随着能源需求的增长和环境问题的日益突出，核能作为一种清洁、高效的能源形式得到了广泛关注。
高温气冷堆核电站作为新一代的核能技术，具备多项独特的优势，如高效率、高温排热、可持续性等，在全球范围内备受关注和追捧。
然而，核能技术的发展与应用必须以安全为前提。
为了保证高温气冷堆核电站示范工程的安全性，下面将提出一些安全审评的原则。
1. 核安全原则：核安全是核电站建设和运营的基本原则。
在高温气冷堆示范工程的安全审评过程中，核安全原则必须得到充分考虑。
包括人员安全、设备安全、环境安全和放射性物质的安全管理等。
所有的工程设计和操作要从核安全的角度出发，确保在任何情况下都能保证人员和环境的安全。
2. 设计安全原则：高温气冷堆核电站示范工程的设计是确保核电站安全和可靠运行的基础。
在安全审评过程中，必须重点关注工程设计。
包括堆芯设计、冷却系统设计、反应堆压力容器设计等。
工程设计必须符合相关的国家和国际安全标准，采用精确的计算和模拟，确保在正常运行和异常事件下都能保持稳定和安全的状态。
3. 运营安全原则：除了设计安全，核电站的运营安全同样重要。
在安全审评过程中，必须对运营方案进行详细审查和评估。
包括运行过程中的工艺控制、设备监测和维护、应急处理和事故管理等。
核电站必须建立完善的运营规程和应急预案，并进行充分的人员培训和演练，以保证在任何情况下人员都能正确应对，并及时采取有效的措施。
4. 国际合作和共享原则：高温气冷堆核电站技术相对较新，国内对于这方面的经验相对较少。
为了促进核电站示范工程的安全，应该加强国际合作和信息共享。
利用国际合作项目的经验和教训，及时获取最新的技术和安全管理的信息，并加以应用。
同时，国内对于高温气冷堆核电站示范工程的安全评估结果应该及时向国际公布，以便在国际范围内共同推动核电站安全性的提高。
5. 透明公开原则：核能领域是一个公众关注的领域。
为了保证公众的知情权和参与权，高温气冷堆核电站示范工程的安全审评过程应该透明公开。
2023年高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
2023年高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则：1. 法律合规性审评原则：核电站示范工程必须符合当地和国家的法律法规，以确保核能开发和利用的合法性和合规性。
2. 安全性审评原则：核电站示范工程必须具备高度的安全性，包括但不限于设计安全、建设安全、运营安全和废弃物处理安全等方面。
3. 风险管理审评原则：核电站示范工程必须进行严格的风险管理，包括对核安全风险、环境风险和社会风险的评估，并提出相应的控制措施和应急预案。
4. 设计合理性审评原则：核电站示范工程的设计必须合理，包括但不限于反应堆的设计、核燃料的设计、核电厂布局的设计等方面，以确保能够满足高温气冷堆核电站的运行要求和安全要求。
5. 技术可行性审评原则：核电站示范工程的技术必须具备可行性，包括但不限于反应堆技术的成熟度、核燃料技术的可靠性、冷却系统的性能等方面。
6. 应急预案审评原则：核电站示范工程必须具备完善的应急预案，能够应对各类突发事件和事故，保障核电站的安全和环境保护。
7. 人员培训审评原则：核电站示范工程必须建立健全的人员培训计划和体系，确保核电站运营人员具备必要的知识和技能，能够熟练操作核设施，并应对各类紧急情况和事故。
8. 安全文化审评原则：核电站示范工程必须具备良好的安全文化，包括组织文化、管理文化和操作文化等方面，能够营造良好的安全氛围和安全管理机制，提升核电站的整体安全水平。
9. 信息公开审评原则：核电站示范工程必须积极主动地向公众公开安全信息，包括核设施的安全情况、事故处理情况、环境影响等，以增加公众对核电站安全性和可持续性的信任和认可。
10. 持续改进审评原则：核电站示范工程必须具备持续改进的能力和意识，不断学习和吸取经验教训，改进核电站的设计、建设和运营，以保持核电站的安全性和可持续性。
总结来说，2023年高温气冷堆核电站示范工程的安全审评应该坚持法律合规性、安全性、风险管理、设计合理性、技术可行性、应急预案、人员培训、安全文化、信息公开和持续改进等原则，以确保核电站的安全和可持续发展。
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则
高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则是针对高温气冷堆核电站建设项目进行的一系列安全审查原则。
以下是一些建议的原则，用于指导高温气冷堆核电站示范工程的安全审评：1. 系统安全：核电站示范工程应确保系统的安全性，包括设计、施工、运行和退役等各个阶段。
核电站应符合国家和国际的安全标准，并进行全面的安全性评价。
2. 设计安全：核电站示范工程的设计必须符合先进、可靠、可行的标准和规范。
设计应考虑到所有可能发生的自然灾害、人为因素、设备故障等情况，并制定相应的安全防范措施。
3. 施工安全：核电站示范工程在施工过程中应遵守严格的安全操作规程，确保施工人员的安全。
同时，施工过程中应加强对核设施和相关设备的质量控制和监督，确保设施的质量和安全性。
4. 运行安全：核电站示范工程的运行应符合安全操作规程，确保核设施的安全运行。
运行期间应定期进行设备检修、巡检和试验，及时发现并消除潜在的安全隐患。
5. 应急准备：核电站示范工程应制定完善的应急管理计划，确保能够应对各类意外事故和灾害。
计划中应包括事故预防、应急响应、人员疏散、核事故后果评估等方面的内容。
6. 人员安全培训：核电站示范工程应对相关人员进行安全培训，提高其安全意识和应对能力。
培训包括设备操作、事故应急处理等内容，确保员工能够正确地应对各种安全事件。
7. 安全管理体系：核电站示范工程应建立健全的安全管理体系，确保安全责任制落实到位。
管理体系应覆盖设计、施工、运行、维护和退役各个阶段，并有相关的安全检查和审核机制。
8. 国际合作：核电站示范工程在建设和运行过程中应积极与其他国家和国际组织进行合作，分享经验和技术，提高核电站的安全性。
9. 文化安全：核电站示范工程应建立积极的安全文化，促进员工的安全意识和责任感。
建立安全沟通渠道，提倡员工报告安全隐患，并及时处理。
10. 环境保护：核电站示范工程应高度重视环境保护工作，采取措施减少对环境的影响。
核电站应遵守环境监测和排放标准，防止对周边地区的环境造成负面影响。
高温气冷堆的固有安全性能指标
高温气冷堆的固有安全性能指标高温气冷堆的固有安全性能指标引言：高温气冷堆作为一种新型的核能反应堆，具有很多优势，例如可以产生高效的、低污染的能源，具备较高的燃烧效率和灵活性等。
然而，由于核能的特殊性，核能反应堆的安全性一直备受关注。
高温气冷堆的固有安全性能指标是评估和确保反应堆在不同工况下能够安全运行的重要指标。
本文将重点介绍高温气冷堆的固有安全性能指标，以期为相关研究和实践提供参考。
一、高温气冷堆的固有安全概念固有安全是指从设计上寻求一种自动稳定的能力，使核能反应堆在发生事故或异常工况时，不依赖外部设备或人为干预，能够自动稳定或安全关闭，避免辐射物质的泄漏和核事故的发生。
固有安全目标是从设计和材料选择上，使得核能反应堆在整个运行过程中遵循内在的、固有的安全原理，从而降低事故的概率和后果。
二、高温气冷堆的固有安全性能指标1. 温度系数和迁移率温度系数是指当温度发生变化时，反应堆中核反应的快中子速度变化的比例。
高温气冷堆一般采用的核燃料是球形颗粒状结构，具有较高的热导率和热容量，可以稳定反应堆温度。
迁移率是指核燃料中燃料粒子之间的热和质量传递速率，其快速迁移率可以有效控制核反应堆的温度。
2. 阳性温度系数和功率反应系数阳性温度系数是指当反应堆发生运行异常、温度升高时，反应速度加快的现象。
高温气冷堆一般能够保持负的温度系数，即温度升高时核反应速率减小，稳定了燃料球的温度。
功率反应系数是指当反应堆功率调整时，反应速率的变化幅度。
高温气冷堆应保持功率反应系数尽可能小，使反应堆在功率调整时稳定。
3. α和β效应α效应是指当反应堆出现小规模挂探棒时，反应堆功率会有所增加的情况。
β效应是指当反应堆出现大规模挂探棒或控制棒全插时，反应堆功率会有所下降的情况。
高温气冷堆的α效应和β效应应该保持较小，以确保反应堆在控制棒运动情况下的稳定性。
4. 安全壳和冷却系统高温气冷堆一般应当设置安全壳，以防止放射性物质泄漏和核事故的发生。
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新对其进行系统的安全评价，来确定现有安全分析
报 告仍然保持有效的程度。而 Ｈ Ａ Ｄ １ ０ ３ ／ １ １《 核动力 厂定期安全审查》 （ ２ ０ ０ ６ ）则提供 了具体的指导并 推 荐 ：第一 次定期 安全 审查应在 核动力厂 开始运 行后大约第 十年时进 行 ，以后每 十年进行 一次 ，
国第一座模块式高温气冷堆 （ 简称 瑚 ），由清 华大学核能与新能源技术研究院 （ 核研院 ） 设计 ｕ Ｊ 。 １ ０ ＭＷ 高温气冷 实验堆于 １ ９ ９ ５ 年６ 月开 工建设 ， ２ ０ ０ ０年 １ ２月 １日实现 首次 临 界，并在 ２ ０ ０ ３年 １ 月２ ９日达到 ７ ２ ｈ满 功率运 行 。２ ０ ０ ４年 ，１ ０ ＭＷ 高温气冷实验堆正式投入试 运行 ，截至 ２ ０ ０ ７年 ５ 月 ，全堆 的总积分功 率达 到 ２ ５ ０ ０ ＭＷｄ 。在 长 时间的运 行过程 中，１ ０ ＭＷ 高温气冷实验堆 的设 备 和系 统经 受 了实际运行工况 的考验 ，并展现 了
寿期 的研究堆 ，其 运行许可证 的有效 期一般不得
根据 上述核安全法规 的要求 ，核研院于 ２ ０ １ ２
年 开 始对 １ ０ ＭＷ 高温 气冷 实验 堆进 行定 期 安全 审查 。在研 究堆和核动 力厂定期 安全审查 导则推 荐 审查的安全要素 中，安全分析被确定 为 １ ０ ＭＷ
超过 五年 。运 行许可证到期 后 ，需要提 交换证 申 请书 ， 同时提 交 《 研 究堆定期 安全审 查报告》或 者 《 研 究堆运 行安全论证报 告》 （ 适用 于超过设
高温气冷实 验堆定期 安全审查 的重点安全 要素之
一
计寿 期 的研 究堆，该报告应覆 盖定期 安全审查 的 内容 ）。虽然 现行 的 Ｈ Ａ Ｆ ２ ０ ２《 研 究堆运 行安全
良好的运行记录。
（ Ｐ ｅ ｒ ｉ ｏ ｄ ｉ ｃ Ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ Ｒ ｅ ｖ ｉ ｅ ｗ，简称 Ｐ Ｓ Ｒ）的要 求 ，但
国家核 安全局 已审查通过 的 《 研究堆 安全规定 》
（ 征求 意见稿 ）就 定期安全 审查 的 目的、范 围等
提 出了原则性 的要求 。而 为 了说 明和补 充现行的 Ｈ Ａ Ｆ ２ ０ ２ ，国家核安全局 己组织完成核安全导则 《 研 究堆定期安全审查》 （ 报批稿 ） 的编制， 其中明确指出， 研究堆定期安全审查可每 ５ 年～ ｌ ０年进 行一 次 。在 核动力厂方面 ，现行 的 Ｈ Ａ Ｆ １ ０ ３《 核动力厂运行安 全规定》（ ２ ０ ０ ４ ）明确规定，在 核动力厂整 个运行 寿期 内，营运单位必须采用定期安全审查的方式重
关键词 ：１ ０ ＭＷ 高 温 气冷实验堆 ；定期安 全审 查；安 全 分析
中图分类号 ：Ｔ Ｌ ３ ６ ４ 文章标志码 ：Ａ 文章编号 ：１ ６ ７ ２ — ５ ３ ６ ０（ ２ ０ １ ５ ）０ ｌ 一 ０ ０ ｌ ９ — ０ ６
１ ０ ＭＷ 高温气冷实验堆 （ 简称 唧 １ ０ ）是我
第１ ４卷 第 １ 期 ２ ０ １ ５年 ３月
核
安
全
Ｖｌ ０ １ ． １ ４ ． Ｎｏ ． １ Ｍ ｆ ｌ ｉ ｔ ＇ ， ２ ０ １ ５
Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｓａ ｆ ｅ ｔ ｙ
１ ０ ＭＷ 高温气冷实验堆 安全分析要素的定期 安全审查
陈福 冰 ，郑艳 华 ，石 磊 ，李 富
规 定》 （ １ ９ ９ ５ ）没有 专 门提 出有关 定期 安全审 查
。
在本次 审查 的准 备阶段 ，核研 院制定 了相应
的指导性文件 ，如 《 ｌ ０ ＭＷ 高温气冷实验堆定期 安全审查大纲》、 《 ｌ ０ ＭＷ 高温气冷实验堆安全
收稿 日 期：２ ｏ １ ４ － １ １ — １ ３ 修回日期：２ ｏ １ －１ ４ ２ ４ ） ３ 基金项 目：国家重大科技专项经 费资助项 目，课题编号 ｚ ｘ ｏ ６ ９ 作者简介：陈福冰 （ １ ９ ８ ２ 一 ），男，浙江长兴人 ，助理研究员，现主要从事高温气冷堆热工水力分析工作 ＋ 通讯作者：陈福冰 ， Ｆ ￣ ｍ ａ ｉ ｌ ．
２ ０
核
安
全
Ｖ０ １ ． １ ４ ． ＮＯ ． １
分析审查程序》和 （ （ １ ０ ＭＷ 高温气冷实验堆定期安 全审查程序和报告的格式与内容》并得到了国家核安 全 局 的认可 。这 些 指导性 文件 确 定 了 １ ０ ＭＷ 高
温气冷实验堆 定期安全 审查工作 的组织机构及职
表 １ 审查依据的核安全法规文件
Ｔ ａ ｂ ｌ ｅ １ Ｎ ｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｓ ａ ｆ ｅ ｙ ｔ ｒ ｅ ｇ ｕ ｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｓ ｕ ｓ ｅ ｄａ ｓ ａ ｂ ａ ｓ ｉ ｓ ｉ ｎｔ ｈ ｅ ｒ ｅ ｖ ｉ ｅ ｗ
（ 清华 大学核能 与新能源技 术研 究院先进反应 堆工程与安全教 育部重 点实验 室，北京 １ ０ ０ ０ ８ ４ ）
摘要：１ ０ ＭＷ 高温 气冷实验堆 （ 简称 ｝ ｆ ｎ ｉ 一 １ ０ ）是我国第一座模块 式高温气冷堆，由清华
大学核 能与新能源技术研 究院 （ 核研 院）设计。按照我 国核安全法规 的要 求，并经过 国 家核安全局的批准， 核研 院于２ ０ １ ２ 年开始对 １ ０ ＭＷ 高温气冷实验堆进行 定期安全审查（ 简 称Ｐ Ｓ Ｒ ），安 全分析是本次审查的重点安全要素之一。本文对安 全分析要素审查的主要 内容作 了概述，并给 出了 核研院对本次审查的内部评价。
直 至运行寿期终 了。
１ ０ ＭＷ 高温气冷实验堆工程本身兼具核 电厂
和研 究堆 的特 征 ，当初 的设计、审评 主要 以核 电 厂 的标 准来实 施，而后期 的运行 、管 理则主要 以
研 究堆 的要求来进 行。在 Ｈ Ａ Ｆ ０ ０ １ ／ ０ ３《 研究堆 安 全许可证件 的 申请和颁 发规 定》 （ ２ ０ ０ ６ ）中规 定 ， 研 究堆 运行许 可证 的有效 期为十年 ，而超过设计